【正文】 。汽膜覆蓋了傳熱表面，形成很大的熱阻，傳熱系數(shù)陡然降低，壁面熱量不能被及時傳出，引起壁溫急劇上升。 (5) 單相蒸汽的對流傳熱。液體呈滴狀混在蒸汽中一起流動。 (3) 通過液膜的強(qiáng)迫對流 蒸發(fā)。泡核沸騰又可分成兩種情況： —— 欠熱泡核沸騰：此時液體的主流溫度還沒有達(dá)到飽和溫度，但壁面已經(jīng)超過飽和溫度，在壁面上產(chǎn)生了汽泡。在正常運(yùn)行時，堆芯局部也存在欠熱沸騰。對于管內(nèi)流體與壁面的傳熱， c1＝ ， c2＝ 。 2PrRe ceDc ?? ? 式中 ?—— 對流換熱系數(shù)， W/(m2?℃ ) ?—— 流體的熱導(dǎo)率， W/(m?℃ ) De—— 流道的當(dāng)量直徑，其中UADe 4?， A 為流道截面積， U 為濕潤周界； Re—— 雷諾數(shù)，??eVD?Re V—— 流速， m/s ?—— 流體密度， kg/m3 ?—— 流體動力粘度， kg/(m下面以平板的傳熱過程為例分析如何推導(dǎo) k 。 傳熱過程包括三個串聯(lián)的環(huán)節(jié)。 實(shí)際物體的輻射能力小于同溫度下黑體的值，其計算可以采用斯蒂芬 — 玻爾茲曼定律的經(jīng)驗修正形式： E= 0 FT4 式中， ε 稱為該物體的黑度（又稱發(fā)射率），與物體的種類及表面狀態(tài)有關(guān)，其值總是小于1。另一個特點(diǎn)是輻射換熱不僅產(chǎn)生能量的轉(zhuǎn)移，而且還伴隨著能量形式的轉(zhuǎn)化，即發(fā)射時從熱能轉(zhuǎn)換成輻射能，而被吸收時又從輻射能轉(zhuǎn)換為熱能。輻射與吸收過程的綜合結(jié)果就造成了以輻射方式進(jìn)行的物體間的熱量傳遞，這就是輻射換熱。 3． 熱輻射 一切物體都有輻射粒子 （光子）的能力，輻射粒子具有的能量稱為輻射能。又如流體的比熱 CP的大小能確定流體吸放或放熱后的溫度變化，從而與邊界層中的溫度梯度有關(guān)，當(dāng)然對換熱強(qiáng)度也有影響。對同一種液體，有相變時的換熱強(qiáng)度要大得多。層流時，熱傳遞主要依靠互不相干的流層之間的導(dǎo)熱；紊流時，除緊貼壁面的層流底層外，流體沿壁面法線方向產(chǎn)生對流作用而使熱傳遞增強(qiáng)。凡受外力的推動（如鼓 風(fēng)機(jī)或泵）而引起的流體流動，稱為強(qiáng)迫流動；原來靜止的流體，由于內(nèi)部溫度不平衡，因而流體各部分之間產(chǎn)生密度差，由此引起的流動稱為自然流動。 由對流換熱公式可導(dǎo)出對流熱阻FRt ?1?。本節(jié)重點(diǎn)討論對流換熱。公式左端第一項表示從微元體表面?zhèn)鲗?dǎo)出去的熱量（差一負(fù)號），第二項表示微元體內(nèi)產(chǎn)生的熱量，因此該式實(shí)際上體現(xiàn)了能量守衡的關(guān)系。例如純銅的導(dǎo)熱系數(shù)為 395W/（ m?℃）；碳鋼為 （ m?℃） ；空氣為 （ m?℃）；水為 （ m?℃）。 該式又可表示為： FtQ???? 把它與電學(xué)上的歐姆定律 I=RU相比，可以看出它們在形式上是類似的：傳熱量 Q 對應(yīng)于電流強(qiáng)度 I，溫差 t 對應(yīng)于電壓 U。 分析一維導(dǎo)熱過程的基本公式是傅里葉定律。 1．導(dǎo)熱 熱量從物體中溫度較高的部分傳遞到溫度較低 的部分，或者從溫度較高的物體傳遞到與之接觸的溫度較低的另一物體的過程稱為導(dǎo)熱（又稱熱傳導(dǎo)）。 目前壓水堆的平均卸料燃耗深度可達(dá)到 30000MWd/tU 或更高的數(shù)值。 評價一個反應(yīng)堆燃料消耗情況的指標(biāo)稱為燃耗深度。由于停堆后的 135Xe 是由 135I 衰變產(chǎn)生的，人們稱這個低谷為碘坑。 ?0 越高（即堆功率越大），其平衡濃度也越大。反應(yīng)堆中產(chǎn)額較多、毒效應(yīng)最顯著的毒物是 135Xe（氙），此外還有 149Sm（鉅）。 我們把積分功率系數(shù)稱為功率虧損。當(dāng)有意或無意地引入一個反應(yīng)性使功率升高時，燃料溫度立即升高，燃料的溫度效應(yīng)就立即表現(xiàn)出來，使反應(yīng)性下降，從而使反應(yīng)堆返回臨界而 穩(wěn)定在一個新的功率狀態(tài)。 燃料溫度變化 1℃所引起的反應(yīng)性變化，稱為燃料溫度系數(shù)（多普勒系數(shù)），用 ?ｕ 表示，?ｕ 總是負(fù)值。在壓水堆中，當(dāng)水中沒有或僅含有少量硼時，慢化劑溫度系數(shù)是負(fù)值；在硼濃度較大時，慢化劑溫度系數(shù)是正值。 對于用水作慢化劑的壓水堆，當(dāng)溫度改變時水的密度有顯著的改變。但調(diào)節(jié)慢化劑硼濃度比較緩慢，這種方法只能控制因燃耗、氙毒和慢化劑溫度改變等引起的比較緩慢的反應(yīng)性變化。 控制棒由強(qiáng)吸收中子材料（銀銦鎘合金）制成，由驅(qū)動機(jī)構(gòu)帶動在堆芯內(nèi)移動（抽出或插入）來控制反應(yīng)性，主要用于控制反應(yīng)堆的啟動、停止和功率變化等 較快速的反應(yīng)性變化。 反應(yīng)性控制 臨界反應(yīng)堆系統(tǒng)內(nèi)核燃料的裝載量，也就是維持自持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)所需的易裂變物質(zhì)的最小數(shù)量稱為臨界質(zhì)量。 可以看出， ?與 K 只是參考點(diǎn)不同，即： —— 當(dāng) K＝ 1 時 ?＝ 0，反應(yīng)堆為臨界狀態(tài)； —— 當(dāng) K＜ 1 時 ?＜ 0，反應(yīng)堆為次臨界狀態(tài)； —— 當(dāng) K＞ 1 時 ?＞ 0，反應(yīng)堆為超臨界狀態(tài)。 (6) 熱中子增殖系數(shù) η ：燃料每吸收一個熱中子所產(chǎn)生的平均裂變中子數(shù)。 (2) 快中子逃脫泄漏幾率 Lf：快中子在慢化過程中不被泄漏的幾率。其次，當(dāng)中子的能量降低到 238U 共振能區(qū)附近時，有一部分中子將被 238U 核共振吸收，這一效應(yīng)將使中子數(shù)目減少。為了說明自持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的條件，把某一代裂變中子數(shù)與產(chǎn)生它的上一代裂變中子數(shù)之比定義為有效增殖系數(shù)，記為 K ： 上一代中子數(shù)新生一代中子數(shù)?K 若 K=1，則堆內(nèi)中子數(shù)目保持平衡，鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)過程處于穩(wěn)態(tài)狀況，因而反應(yīng)堆功率保持穩(wěn)定不變，稱為臨界狀態(tài)；若 K＜ 1，則中子數(shù)目不斷減少，不能維持自持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，反應(yīng)堆功率下降，稱為次臨界狀態(tài)；若 K＞ 1，則中子數(shù)目隨時間按指數(shù)規(guī)律增長，堆功率增加，稱為超臨界狀態(tài)。因此，在實(shí)際的反應(yīng)堆中，并不是全部的裂變中子都能引起新的核裂變反應(yīng)。 自持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的條件是每一次裂變反應(yīng)放出的中子里面至少有一個中子能引起另一次核裂變。 中子鏈?zhǔn)椒磻?yīng) 在裂變反應(yīng)中放出的中子與其它可裂變核碰撞，會進(jìn)一步引起新的核裂變，從而放出第二代中子。 U23392 和 Pu23994 的裂變反應(yīng)與 U23592 類似，這兩種核燃料可由其他元素在反應(yīng)堆中俘獲中子產(chǎn)生： PuNpUnU 2 3 994β2 3 993β2 3 9922 3 892 ? ??? ??? ??? UPaThnTh 2 3392β2 3391β2 33902 3290 ? ??? ??? ??? 能通過俘獲中子生成裂變物質(zhì)的元素稱為可轉(zhuǎn)換材料，如上式中的 Th23290 和 U23892 。由于中微子幾乎不與堆內(nèi) 任何物質(zhì)作用，這部分能量（ 12MeV）無法利用。絕大部分中子是在裂變的瞬間放出的，稱瞬發(fā)中子，另有約 %是由裂變產(chǎn)物在衰變過程放出來的，稱為緩發(fā)中子。圖中曲線呈現(xiàn)出兩個明顯的峰，分別位于質(zhì)量數(shù) 95 和 140 附近，而分裂成質(zhì)量數(shù)恰好相等的兩半的幾率很小，大約只占 %。裂變反應(yīng)是核反應(yīng)堆中最重要的一種反應(yīng)。核反應(yīng)堆中常用的慢化劑有水、石墨和鈹。使中子慢化的物質(zhì)稱慢化劑，中子在慢化劑中與其原子 核碰撞發(fā)生彈性散射，動能逐漸減小。中子通量表示在 單位時間內(nèi)穿過與其速度矢量方向垂直的單位面積的中子總數(shù)。 圖 鈾同位素的微觀截面 在實(shí)際中通常需要知道中子與單位體積內(nèi)某種給定素核之間的反應(yīng)概率，稱之為宏觀截面，用 Σ 表示： N??? ? 其中 σ 為微觀截面， N 為核密度。 U23392 和 Pu23994 則分別是由 Th23290 和 U23892 在反應(yīng)堆中俘獲中子后轉(zhuǎn)換成的新的核裂變材料。因為吸收反應(yīng)包括裂變反應(yīng)和輻射俘獲反應(yīng)，所以吸收截面等于俘獲截面與裂 變截面之和，即 a = c + f 。輻射俘獲反應(yīng)放出的粒子有 射線、 粒子、質(zhì)子等，分別稱為（ n, ）反應(yīng)、（ n, ）反應(yīng)和（ n,p）反應(yīng)。介質(zhì)原子或分子一直處于熱運(yùn)動狀態(tài)，其平均動能取決于介質(zhì)溫度，故稱為熱能，具有這種平均熱能的中子稱為熱中子。顯然，被撞核的質(zhì)量越接近中子，中子損失的能量越多。中子與原子核的反應(yīng)可分為散射反應(yīng) 和吸收反應(yīng)兩大類，裂變反應(yīng)即屬于一種吸收反應(yīng)。由于存在質(zhì)量虧損，這兩種核反應(yīng)都伴隨著大量的能量釋放，而且每次聚變反應(yīng)所釋放的能量數(shù)倍于裂變反應(yīng)。 圖 給出了不同核素的核子平均結(jié)合能隨質(zhì)量數(shù)（即核子數(shù)）的變化。質(zhì)量虧損越大，原子核的核子結(jié)合越緊密，因而這個原子核越穩(wěn)定。 原子核由質(zhì)子和中子組成，統(tǒng)稱核子，但實(shí)際上一個原子核的質(zhì)量小于組成它的單個核子的質(zhì)量之和，這種差異稱為原子核的質(zhì)量虧損。除 此之外，某些存在于自然界的核素很不穩(wěn)定，會在沒有外部干預(yù)的情況下自行裂變和衰變，放出粒子和能量，我們稱這些核為放射性核。 為使讀者對核電站總體上有所了解，更好地理解后面各章的內(nèi)容，本章的最后一節(jié)還簡要介紹了大亞灣核電站的構(gòu)成和系統(tǒng)設(shè)備標(biāo)識方法。工程熱力學(xué)的基本任務(wù)就是研究熱能轉(zhuǎn)變?yōu)闄C(jī)械能的規(guī)律和條件，從而找出提高熱能利用經(jīng)濟(jì)性的途徑。此外，核電站的許多系統(tǒng)都是水力回路，也需要研究流體在管 道內(nèi)流動的特性。為了使反應(yīng)堆安全可靠地運(yùn)行，必須持續(xù)不斷地將熱量導(dǎo)出堆外，以保證燃料元件不超溫，這就需要應(yīng)用傳熱學(xué)理論進(jìn)行分析。本章主要介紹有關(guān)反應(yīng)堆物理、傳熱學(xué)、水力學(xué)和工程熱力學(xué)的一些基本知識。在核電站的眾多設(shè)備中，既有與常規(guī)火電廠類似的汽輪發(fā)電機(jī)組，又有其特有的核反應(yīng)堆，涉及的專業(yè)領(lǐng)域很多。 核裂變反應(yīng)在反應(yīng)堆堆芯中進(jìn)行，因而堆芯的功率密度比大多數(shù)常規(guī)熱源高幾 個數(shù)量級。反應(yīng)堆內(nèi)產(chǎn)生的熱量由流動的冷卻劑（水）帶出，堆芯的輸熱能力與冷卻劑的流動特性密切相關(guān)，因此反應(yīng)堆熱工計算與水力計算是相互聯(lián)系的。在熱力循環(huán)中，工質(zhì)通過吸熱、膨脹、放熱、壓縮等過程，將熱能轉(zhuǎn)變?yōu)闄C(jī)械能。如果需要更深入全面地了解有關(guān)的知識，可參看相關(guān)專著。 核反應(yīng)發(fā)生在一個原子核和一個粒子相遇的情況下，該粒子可能是質(zhì)子、中子或氦核等，也可能是一種電磁射線。人們把放射性原子的數(shù)目衰變一半所需的時間定義為半衰期。與質(zhì)量虧損相應(yīng)的能量叫做原子核的結(jié)合能。在實(shí)際應(yīng)用中， eV顯得太小，常用 MeV 作單位， 1MeV=106 eV。把很輕的原子核（如 H21 和 H31 ）變成較重的原子核，這就是聚變反應(yīng) ；把很重的原子核（如 U23592 ）分裂成較輕的原子核，這就是裂變反應(yīng)。 （圖 ） 圖 隨質(zhì)量數(shù)變化的核子平均結(jié)合能 中子與原子核的反應(yīng) 在核反應(yīng)堆中，通過中子撞擊原子核產(chǎn)生裂變反應(yīng)。對于彈性散射，中子把一部分或全部動能傳給原子核，原子核的內(nèi)能不變，整個系統(tǒng)動量守恒。 中子在介質(zhì)中發(fā)生彈性和非彈性散射，直 至中子的平均能量與介質(zhì)原子的平均能量相等，這個過程稱為慢化。如果激發(fā)能很大，復(fù)合核便分裂成兩部分（稱裂變碎片），并以巨大的速度往不同方向飛去，同時放出數(shù)個中子，這就是裂變反應(yīng)；如果激發(fā)能不足以 使復(fù)合核裂變，則復(fù)合核通過釋放 等粒子失去多余能量返回基態(tài)，稱輻射俘獲反應(yīng)。對于中子與原子核的各種反應(yīng)，相應(yīng)有散射截面 s、俘獲截面 c、裂變截面 f、吸收截面a 。目前運(yùn)行的核反應(yīng)堆絕大多數(shù)以 U23592 作為核裂變材料，即核燃料。圖 給出了鈾同位素微觀截面隨入射中子能量變化的曲線。 單位體積內(nèi)中子數(shù)與中子速度（常采用中子的平均速度）之積，稱為中子通量。裂變中放出的中子能量大部分為 1～ 2MeV，屬于快中子，由圖 可見在這個能量區(qū)域內(nèi)中子與 235U 核發(fā)生裂變的幾率很小，因而必須把中子減速到熱中子能量，即需要經(jīng)過一個慢化過程。當(dāng)然，慢化劑還應(yīng)具有較小的中子吸收截面，以減少中子的損失。在這種反應(yīng)中，核俘獲一個中子并形成一個復(fù)合核，復(fù)合核經(jīng)過很短時間（約1014 秒）的極不穩(wěn)定的激化核階段，然后分裂成兩個主要碎片，同時放出數(shù)個中子和一定的能量。裂變碎片的質(zhì)量分布見圖 。這些中子的能量分布在從熱能直到 15Mev左右的區(qū)域，見圖 。其中大部分為裂變碎片的動能，它們在核燃料內(nèi)轉(zhuǎn)換成熱能，以熱能形式出現(xiàn)。 表 U23592 裂變釋放能的形式 能 量 形 式 能量， MeV 發(fā) 射 時 間 裂變碎片動能 168 瞬 發(fā) 裂變中子動能 5 瞬 發(fā) 瞬發(fā)γ能量 7 瞬 發(fā) 裂變產(chǎn)物γ衰變能量 7 緩 發(fā) 裂變產(chǎn)物β衰變能量 8 緩 發(fā) 中微子能量 12 緩 發(fā) 總 計 207 根據(jù)上述分析，堆芯內(nèi)單位體積核燃料的釋熱率（功率密度）為： qv = f NEf 式中 —— 中子通量； f—— U23592 微觀裂變截面； N—— 核燃料內(nèi) U23592 核密度； Ef—— 每次裂變放出的能量（可利用），約等于 200MeV。低富集鈾反應(yīng)堆的轉(zhuǎn)換比約為 ，而以钚為燃料的快中子增殖堆的增殖比可達(dá) ～ ，可以充分利用自然界儲存量相對豐富的 U23892 。核反應(yīng)堆就是一種能以可控方式產(chǎn)生自持鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)的裝置。但是，因為核反應(yīng)堆是由核燃料、慢化劑、冷卻劑以及結(jié)構(gòu)材料等所組成的裝置 ，不可避免地有一部分中子要被非裂變材料吸收，同時還有一部分中子要從反應(yīng)堆中泄漏出去。 裂變中子從產(chǎn)生到消失的過程稱為中子壽命循環(huán)。由于 238U 核每次裂變時平均放出 個中子， 所以使得快中子數(shù)目增加了，這一現(xiàn)象稱為 238U 的快中子倍增效應(yīng)。 從以上討論可以知道，反應(yīng)堆內(nèi)中子數(shù)目的 改變?nèi)Q于下列幾個因素： (1) 快中子增殖系數(shù) ε ：從初始裂變中子數(shù)增加到 238U 裂變閾能以下中子數(shù)的倍率。 (5) 熱中子利用系數(shù) f：被燃料吸收的熱中子數(shù)占被堆芯所有物質(zhì)（包括燃料在內(nèi)）吸收的熱中